JP3015487B2 - Fuel assemblies and reactors - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION

【０００１】[0001]

【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子炉（以下Ｂ
ＷＲという）の燃料集合体に係わり、特に燃料集合体内
のウォーターロッドまたはウォータークロス内のボイド
量を制御することによりスペクトルシフト運転を行うこ
とができる燃料集合体及び原子炉に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION The present invention relates to a boiling water reactor (hereinafter referred to as "B").
In particular, the present invention relates to a fuel assembly and a nuclear reactor capable of performing a spectrum shift operation by controlling the amount of voids in a water rod or a water cross in the fuel assembly.

【０００２】[0002]

【従来の技術】ＢＷＲの炉心に装荷される従来の燃料集
合体の一例としては、図１６に示すように構成されたも
のがあり、この燃料集合体１は角筒状のチャンネルボッ
クス２内に燃料バンドル３を収容している。2. Description of the Related Art As an example of a conventional fuel assembly loaded on a BWR core, there is a fuel assembly configured as shown in FIG. The fuel bundle 3 is accommodated.

【０００３】燃料バンドル３は燃料棒１１の複数本を、
例えば８行８列の正方格子状に配列して、その中央部に
太径のウォーターロッド５を配置し、これら燃料棒１１
およびウォーターロッド５は軸方向に多段に配設された
スペーサ１６により結束されている。また各燃料棒１１
およびウォーターロッド５の上端部には、上部端栓４６
が、下端部には下部端栓４７がそれぞれ固着され、さら
に、上部端栓４６が上部タイプレート１２に、下部端栓
４７が下部タイプレート１３にそれぞれ支持されてい
る。The fuel bundle 3 includes a plurality of fuel rods 11,
For example, the fuel rods 11 are arranged in a square lattice of 8 rows and 8 columns, and a large-diameter water rod 5 is disposed at the center thereof.
The water rods 5 are bound together by spacers 16 arranged in multiple stages in the axial direction. Each fuel rod 11
And an upper end plug 46 at the upper end of the water rod 5.
However, a lower end plug 47 is fixed to the lower end portion, and an upper end plug 46 is supported by the upper tie plate 12 and a lower end plug 47 is supported by the lower tie plate 13, respectively.

【０００４】下部タイプレート１３はその開口から減速
材と冷却材としての機能を併せ持つ炉水を、図中矢印に
示すように内部に導入し、各燃料棒１１相互間の間隙を
下から上方へ向けて昇流させ、その際に各燃料棒１１か
ら放出される熱を除去して炉心上部へ流れ、気液二相流
となる。[0004] The lower tie plate 13 introduces reactor water having both functions as a moderator and a coolant from the opening thereof as shown by arrows in the drawing, and increases the gap between the fuel rods 11 from below to above. Then, the heat released from each fuel rod 11 at that time is removed and flows to the upper part of the core to form a gas-liquid two-phase flow.

【０００５】そして、ウォーターロッド５はその下端部
の開口５ａより炉水を内部へ導入し、軸方向上方へ案内
して排出口５ｂより外部へ流出させ、各燃料棒１１の上
端部に案内する。ここで、ウォーターロッド５内を流れ
る炉水は主として減速材として作用し、緩やかにウォー
ターロッド内を流れ、炉心上部で前記気液二相流と合流
して混合される。なお、図１７に十字形の流路形状をし
たウォータークロス４をウォーターロッドのかわりに有
する例を示す。ウォータークロス４はやはり下部に冷却
材取り入れ口（図示せず）を有し上端は十字形のままの
開放端である。The water rod 5 introduces reactor water into the inside through an opening 5a at the lower end thereof, guides it upward in the axial direction, flows out through the outlet 5b, and guides it to the upper end of each fuel rod 11. . Here, the reactor water flowing in the water rod 5 mainly acts as a moderator, flows slowly in the water rod, and joins and mixes with the gas-liquid two-phase flow at the upper part of the core. FIG. 17 shows an example in which a water cloth 4 having a cross-shaped flow path shape is provided instead of the water rod. The water cloth 4 also has a coolant intake (not shown) at the lower part, and the upper end is an open end which remains in a cross shape.

【０００６】従来のＢＷＲは、特開昭５４−１２１３８
９号公報に記載されているように、中性子の減速を促進
させるために冷却材のみが流れるウォーターロッドを有
する燃料集合体を炉心内に装荷している。このようなウ
ォーターロッドの使用は、従来のＢＷＲ運転条件下で
は、ウラン原子に対する水素原子の数が多いほど反応度
が高くなるので、炉心に装荷された核燃料物質の有効活
用を可能にする。A conventional BWR is disclosed in Japanese Patent Application Laid-Open No. 54-12138.
As described in Japanese Patent Publication No. 9, a fuel assembly having a water rod through which only a coolant flows is loaded in a reactor core in order to promote neutron deceleration. The use of such a water rod enables effective utilization of the nuclear fuel material loaded in the reactor core under the conventional BWR operating conditions, since the reactivity increases as the number of hydrogen atoms with respect to uranium atoms increases.

【０００７】しかしながら、さらに核燃料物質の有効活
用を図るためには、核燃料物質の燃焼に伴って炉心内の
水素原子数を変えた方がよい。However, in order to further utilize the nuclear fuel material effectively, it is better to change the number of hydrogen atoms in the reactor core as the nuclear fuel material burns.

【０００８】炉心内の水素原子数を核燃料物質の燃焼に
伴って変えた場合の利点を以下に説明する。The advantages of changing the number of hydrogen atoms in the core along with the burning of the nuclear fuel material will be described below.

【０００９】図１５は、ＢＷＲに用いられる代表的な燃
料集合体について横軸に燃焼度、縦軸に中性子の無限増
倍率を示したものである。図中二本のいずれも同一の燃
料集合体であるが、破線は燃料集合体内の冷却材流路に
おけるボイド率を一定（４０％）にして燃焼させた場合
を、実線は最初高ボイド率（５０％）で運転して途中で
ボイド率を下げた（３０％）場合を示す。図１５から明
らかなように、はじめボイド率を高くして燃焼させた後
で、ボイド率を下げた方が、燃料の寿命末期でより高い
無限増倍率を、すなわちより高い取り出し燃焼度を得る
ことができる。FIG. 15 shows the burnup on the horizontal axis and the infinite multiplication factor of neutrons on the vertical axis for a typical fuel assembly used for BWR. In the figure, both of the two fuel assemblies are the same fuel assembly, but the broken line indicates the case where the fuel is burned at a constant void ratio (40%) in the coolant flow path in the fuel assembly, and the solid line indicates the high void ratio ( (50%) and the void ratio is reduced (30%) during the operation. As is apparent from FIG. 15, after the fuel is burned with a high void fraction at first, a lower void fraction results in a higher infinite multiplication factor at the end of the life of the fuel, that is, a higher removal burnup. Can be.

【００１０】これは、ボイド率が高く、ウラン原子数に
対する水素原子数の比が小さい、すなわち水素原子数が
少い方が、中性子の平均速度が大きく、ウラン２３８に
吸収され易いためである。ＢＷＲで用いられる核燃料物
質中には、ウラン２３５とウラン２３８が含まれてお
り、ウラン２３５が核燃料物質全体の数％で大部分をウ
ラン２３８が占めている。このうち、中性子を吸収して
核***を生じるのは主にウラン２３５のみであり、ウラ
ン２３８はほとんど核***を生じない。従って、ウラン
２３５が燃焼によって減少すると反応度は低下する。This is because the higher the void fraction and the smaller the ratio of the number of hydrogen atoms to the number of uranium atoms, that is, the smaller the number of hydrogen atoms, the higher the average neutron velocity and the easier it is to be absorbed by uranium 238. The nuclear fuel material used in the BWR contains uranium 235 and uranium 238, and the uranium 235 occupies a few percent of the total nuclear fuel material and is mostly uranium 238. Of these, only uranium 235 absorbs neutrons to cause fission, and uranium 238 hardly causes fission. Accordingly, the reactivity decreases when the uranium 235 is reduced by combustion.

【００１１】しかし、ウラン２３８も核***によって生
じる高エネルギの中性子を吸収するとプルトニウム２３
９に変わる。プルトニウム２３９は、ウラン２３５と同
じく、減速された熱中性子を吸収して核***を起こす。
ボイド率が高いほど、中性子のエネルギが高くてウラン
２３８からプルトニウム２３９に転換される割合が大き
く、ウラン２３５およびプルトニウム２３９の核***が
抑制される。従って、ボイド率が高いほど、ウラン２３
５とプルトニウム２３９の総量の減少が遅い。However, uranium 238 also absorbs high energy neutrons generated by fission, and
Turns into 9. Plutonium 239, like uranium 235, absorbs decelerated thermal neutrons and causes fission.
The higher the void fraction, the higher the energy of neutrons and the greater the rate of conversion from uranium 238 to plutonium 239, and the fission of uranium 235 and plutonium 239 is suppressed. Therefore, the higher the void fraction, the more uranium 23
5 and plutonium 239 decrease slowly.

【００１２】ただし、ボイド率が高いと、反応度の絶対
値は低い。このため、ボイド率が高いままでは、ボイド
率が低い場合に比べて反応度が臨界を維持できる最低レ
ベルに早く達してしまう。そこで、その時点でボイド率
を下げると、中性子の減速効果が増し、ボイド率一定で
燃焼した場合に比べてウラン２３５およびプルトニウム
２３９の核***が増し、反応度はより高くなる。従っ
て、臨界に必要な最低反応度になるまで、核燃料物質に
含まれる核***性物質をより長く燃焼させることができ
る。However, when the void fraction is high, the absolute value of the reactivity is low. For this reason, if the void fraction remains high, the reactivity reaches the minimum level at which the criticality can be maintained earlier than when the void fraction is low. Therefore, if the void fraction is reduced at that time, the neutron moderating effect is increased, and the fission of uranium 235 and plutonium 239 is increased as compared with the case where combustion is performed at a constant void fraction, and the reactivity becomes higher. Therefore, the fissile material contained in the nuclear fuel material can be burned for a longer time until the minimum reactivity required for criticality is reached.

【００１３】以上述べたことが、核***性物質の燃焼に
伴ってボイド率を変化させることにより核燃料物質の有
効活用を図る原理であって、スペクトルシフト運転とよ
ばれる。What has been described above is the principle of effectively utilizing the nuclear fuel material by changing the void fraction accompanying the burning of the fissile material, and is called a spectrum shift operation.

【００１４】このようなスペクトルシフト運転のため、
核燃料物質の燃焼に伴って炉心内の水素原子数を変える
方法としては、単純な構造で燃料集合体内平均ボイド率
を大幅に変化させることを可能とするため、原子力学会
「昭和６３年会」（１９８８．４／４−４／６）発表N
o. Ｆ１５「大幅スペクトルシフトＢＷＲ炉心概念
（１）」および、特開昭６３−７３１８７号公報には、
図１８、図１９に示すように燃料集合体の下部に抵抗体
（燃料棒支持部）１４を設け、ウォーターロッド９の外
管３６に、前記抵抗体より下方の領域で開口した冷却材
流入口４２を有し内部に冷却材上昇流路４０が形成され
た内管３５をスペーサ３７を介して配設し、この内管の
上部に穿設された連結口３４を介して前記冷却材上昇流
路に連結され前記抵抗体１４よりも上方の領域に開口し
た冷却材吐出口４３を有する冷却材下降流路４１を設け
ることが提案されている。なお図１９において３８は端
栓、３９は環状端を示している。For such a spectrum shift operation,
As a method of changing the number of hydrogen atoms in the reactor core along with the burning of nuclear fuel material, the Atomic Energy Society of Japan (1988) 1988.4 / 4-4 / 6) Announcement N
o. F15 “Concept of large spectrum shift BWR core (1)” and JP-A-63-73187 include:
As shown in FIGS. 18 and 19, a resistor (fuel rod support) 14 is provided at the lower part of the fuel assembly, and a coolant inlet port opened in the outer pipe 36 of the water rod 9 in a region below the resistor. An inner tube 35 having a coolant ascending flow path 40 therein is provided via a spacer 37, and the coolant ascending flow is formed through a connection port 34 formed in an upper portion of the inner tube. It is proposed to provide a coolant descending flow path 41 having a coolant discharge port 43 connected to a path and opened in a region above the resistor 14. In FIG. 19, 38 indicates an end plug, and 39 indicates an annular end.

【００１５】このように構成された燃料集合体において
図２０に示すように、炉心を通過する冷却材の流量が低
下すると、ウォーターロッドの出入口差圧が小さくなり
流路内の蒸気が充満し、冷却材流量が増加すると逆に出
入口差圧が増加して流路内の蒸気量が著しく減少する。
従って、燃料集合体内平均ボイド率を大幅に変化させる
ことが可能となり、運転サイクル末期での反応度増加が
可能となる。すなわち、冷却材流量を絞った運転サイク
ル前半では、ウォーターロッド流路内において液相流が
存在する炉心下部で減速材密度が大きく、蒸気相が存在
する炉心上部で減速材密度が小さくなる。従って、運転
サイクルの前半では、主に原子炉下部が燃焼し、炉心上
部ではウラン２３８からプルトニウム２３９への転換が
図られ、運転サイクル後半には、サイクル前半で転換さ
れた炉心上部のプルトニウム２３９が主に燃焼に寄与す
るため、スペクトルシフト効果による燃料の燃焼効率が
高まる。As shown in FIG. 20, when the flow rate of the coolant passing through the core is reduced in the fuel assembly having the above-described structure, the pressure difference between the inlet and outlet of the water rod is reduced, and the steam in the flow path is filled. Conversely, when the flow rate of the coolant increases, the differential pressure between the inlet and the outlet increases, and the amount of steam in the flow passage decreases significantly.
Therefore, the average void fraction in the fuel assembly can be significantly changed, and the reactivity can be increased at the end of the operation cycle. That is, in the first half of the operation cycle in which the coolant flow rate is reduced, the moderator density is large in the lower part of the core where the liquid phase flow exists in the water rod flow path, and is small in the upper part of the core where the vapor phase exists. Therefore, in the first half of the operation cycle, mainly the lower part of the reactor burns, and in the upper part of the core, conversion from uranium 238 to plutonium 239 is achieved. Since it mainly contributes to combustion, the efficiency of fuel combustion due to the spectrum shift effect is increased.

【００１６】[0016]

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上記従
来提案の燃料集合体では、燃料集合体内平均ボイド率を
大幅に変化させるためには、前記提案のウォーターロッ
ドの出入口差圧を炉心流量で制御する必要がある。とこ
ろでＢＷＲにおいては燃料集合体の冷却材流量は燃料集
合体の出力および軸方向出力分布に依存する。集合体出
力が大きいほどボイド量が大きく二相圧損の増加により
集合体の冷却材流量は減少する。また集合体出力は同じ
でも軸方向の出力分布が下方ピークの方がボイド量が大
きく、二相圧損の増加により集合体の冷却材流量は減少
する。この出力分布による集合体冷却材流量の変動幅は
２０％にも及ぶ。図２０に示すように、このウォーター
ロッドの平均ボイド率はウォーターロッドの微妙な出入
口差圧の変化によって大きく変化する。従って、例えば
炉心流量を１１０％定格にして運転している場合は、全
燃料集合体のウォーターロッドは低ボイド率の約１０
％、炉心流量が７０％定格の場合は高ボイド率の約７０
％に確実に制御できたとしても、その中間の炉心流量で
は集合体の出力に依存して１０％ボイド、７０％ボイド
と大きなばらつきを生じることになる。その結果集合体
の出力をオンラインで監視、シミュレートする３次元核
熱水力計算プログラムの評価結果と炉内核計装の信号の
誤差が大きくなり、炉内の精度の良い熱的制限（ＭＣＰ
Ｒ、ＭＬＨＧＲ）の評価にとって不利になる欠点があっ
た。また従来提案のウォーターロッドではウォーターロ
ッド内のボイド率を大幅に変えるスペクトルシフト運転
をするには、このような大幅な炉心流量の変更をする必
要があり、ＭＣＰＲ等の制限上、流量を絞れない場合ウ
ォーターロッドによるスペクトルシフトができない欠点
があった。However, in the fuel assembly proposed in the prior art, in order to greatly change the average void ratio in the fuel assembly, the pressure difference between the inlet and the outlet of the water rod in the proposed fuel assembly is controlled by the core flow rate. There is a need. Incidentally, in the BWR, the coolant flow rate of the fuel assembly depends on the output of the fuel assembly and the axial power distribution. As the aggregate output increases, the void amount increases and the coolant flow rate of the aggregate decreases due to an increase in the two-phase pressure loss. Further, even if the aggregate output is the same, the void distribution is larger at the lower peak in the axial power distribution, and the coolant flow rate of the aggregate decreases due to an increase in the two-phase pressure loss. The fluctuation range of the aggregate coolant flow rate due to this power distribution reaches as much as 20%. As shown in FIG. 20, the average void ratio of the water rod greatly changes due to a slight change in the pressure difference between the entrance and the exit of the water rod. Therefore, for example, when operating at a core flow rate of 110%, the water rods of all the fuel assemblies have a low void ratio of about 10%.
% When the core flow rate is 70%
%, Even at a core flow rate in between, large variations of 10% void and 70% void occur depending on the output of the assembly. As a result, the error between the evaluation result of the three-dimensional nuclear thermal hydraulic calculation program that monitors and simulates the output of the assembly online and the signal of the nuclear instrumentation in the reactor becomes large, and the accurate thermal restriction (MCP) in the reactor
R, MLHGR). In addition, in the conventionally proposed water rod, in order to perform the spectrum shift operation in which the void ratio in the water rod is largely changed, it is necessary to change such a large core flow rate, and the flow rate cannot be reduced due to restrictions such as MCPR. In this case, there is a disadvantage that the spectrum shift cannot be performed by the water rod.

【００１７】本発明の目的は、上記の欠点をなくし、炉
心流量、および燃料集合体の出力分布に関係なく定格出
力近傍の高出力では自由にウォーターロッド内のボイド
率変化によるスペクトルシフト運転を行える燃料集合体
を提供することにある。An object of the present invention is to eliminate the above-mentioned drawbacks, and to freely perform a spectrum shift operation by a change in the void ratio in a water rod at a high power near a rated power regardless of a core flow rate and a power distribution of a fuel assembly. It is to provide a fuel assembly.

【００１８】[0018]

【課題を解決するための手段】上記目的は、上部タイプ
レートと、下部タイプレートと、上端部が前記上部タイ
プレートに保持され下端部が下部タイプレートに保持さ
れ内部に複数の燃料ペレットを充填した複数の燃料棒と
を有し、冷却材流路を構成する角筒状のチャンネルボッ
クス内に収容されている燃料集合体において、前記燃料
棒間に配置されたウォーターロッドを有し、前記ウォー
ターロッドが、燃料棒支持部よりも下方の領域に開口し
た冷却材入り口を有する冷却材上昇流路と、前記冷却材
上昇流路に連絡されて前記燃料棒支持部よりも上方の領
域に開口した冷却材吐出口と、前記冷却材上昇流路内に
おける冷却材の流れ方向とは逆に下方に冷却材を導く冷
却材下降流路とを備え、前記上昇流路の下端開口は燃料
棒冷却のための炉水流れと隔離されていることを特徴と
した燃料集合体及び制御棒駆動部冷却水（又はパージ
水）の流量又は冷却水温度を制御する事によって達成さ
れる。SUMMARY OF THE INVENTION An object of the present invention is to fill an upper tie plate, a lower tie plate, an upper end portion with the upper tie plate, a lower end portion with the lower tie plate, and a plurality of fuel pellets therein. A plurality of fuel rods, and a fuel assembly accommodated in a rectangular tubular channel box that constitutes a coolant flow path, comprising a water rod disposed between the fuel rods, The rod has a coolant ascending flow path having a coolant inlet opening in a region below the fuel rod support portion, and is connected to the coolant ascending flow passage and opened in a region above the fuel rod support portion. A coolant discharge port, and a coolant descending flow path for guiding the coolant downward in a direction opposite to the flow direction of the coolant in the coolant ascending flow path, and a lower end opening of the ascending flow path is provided for fuel rod cooling. Furnace for It is achieved by controlling the flow rate or the cooling water temperature of the fuel assembly and characterized in that it is isolated from the flow and the control rod drive cooling water (or purge water).

【００１９】[0019]

【作用】本発明によれば、ウォーターロッドの下端開口
から取り入れられる冷却材の水温が低い時は、ウォータ
ーロッド内でのボイド発生量が小さくウォーターロッド
内は５％以下のボイド率となり、逆に水温が高い時はボ
イド発生量が大きくウォーターロッド内は８０％以上の
ボイド率となる。According to the present invention, when the temperature of the coolant taken in from the lower end opening of the water rod is low, the amount of voids generated in the water rod is small, and the void ratio in the water rod is 5% or less. When the water temperature is high, the amount of void generation is large, and the void ratio in the water rod is 80% or more.

【００２０】[0020]

【実施例】以下本発明は実施例について図面を参照して
説明する。Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.

【００２１】本実施例に係る原子炉は、圧力容器６２の
中に炉心シュラウド６３で囲まれた炉心７を内蔵してお
り、炉心７は、上部炉心格子板７３と炉心支持板７２に
よって燃料集合体１０を保持する。燃料集合体１０で囲
まれた十字形の制御棒６が炉心７の下部から挿入され上
下に駆動される。図２に示すように、前記駆動は、炉心
７の下方にあって燃料集合体１０の重量を受け、炉心７
から制御棒６を下方に引き抜いた時制御棒を収容する制
御棒案内管６１の内部を貫通する駆動軸を作動させる制
御棒駆動部６５によってなされる。制御棒駆動部６５
は、下部プレナム６６の炉水より低温の冷却水によって
冷却され（またはパージ水が注入され）、その冷却水は
制御棒案内管６１内を通って炉心７に導かれる。前記制
御棒駆動部冷却水を供給する系統は、制御棒駆動水ポン
プ８０、フローコントロールバルブ８２、熱交換器８
３、フローコントロールバルブ８４、温度センサー８５
により構成される。熱交換器８３に供給される熱水は原
子炉冷却材浄化系の取り込み配管から分岐してもよい。The reactor according to the present embodiment has a built-in core 7 surrounded by a core shroud 63 in a pressure vessel 62, and the core 7 is fuel-assembled by an upper core lattice plate 73 and a core support plate 72. Hold the body 10. A cross-shaped control rod 6 surrounded by a fuel assembly 10 is inserted from below the core 7 and driven up and down. As shown in FIG. 2, the driving is performed under the core 7 and receiving the weight of the fuel assembly 10,
When the control rod 6 is pulled down from the control rod, the control rod drive unit 65 that operates a drive shaft that passes through the inside of the control rod guide tube 61 that accommodates the control rod is performed. Control rod drive 65
Is cooled by cooling water (or purge water is injected) at a lower temperature than the reactor water in the lower plenum 66, and the cooling water is guided to the reactor core 7 through the control rod guide tube 61. The system for supplying the control rod driving unit cooling water includes a control rod driving water pump 80, a flow control valve 82, a heat exchanger 8
3. Flow control valve 84, temperature sensor 85
It consists of. The hot water supplied to the heat exchanger 83 may branch off from the intake pipe of the reactor coolant purification system.

【００２２】本実施例による燃料集合体を図３、図４に
示す。燃料集合体１０は、燃料棒１１、上部タイプレー
ト１２、下部タイプレート１３ａ、燃料スペーサ１６、
チャンネルボックス１７、ウォーターロッド１９および
燃料支持金具２０からなっている。燃料棒１１の上下端
部は、上部タイプレート１２および下部タイプレート１
３ａにて保持される。ウォーターロッド１９も、両端部
が上部タイプレート１２および下部タイプレート１３ａ
に保持される。燃料スペーサ１６は、燃料集合体１０の
軸方向に複数配置され、燃料棒１１、およびウォーター
ロッド１９の相互間の間隙を適切に保持する。燃料スペ
ーサ１６の軸方向の位置はウォーターロッド１９によっ
て保持される。チャンネルボックス１７は、燃料支持金
具２０にネジ２２によって取り付けられ、燃料スペーサ
１６で保持された燃料棒１１の束４本の外周を取り囲
み、制御棒を囲む大型の燃料集合体を構成する（図４参
照）。下部タイプレート１３ａは燃料支持金具２０の上
に載り、上端部に燃料棒支持部１４ａを有し、しかも燃
料棒支持部１４ａの下方に空間１５を有している。燃料
棒支持部１４ａが、燃料棒１１およびウォーターロッド
１９の下端部を支持している。燃料棒１１は、図５に示
すように上部端栓４６および下部端栓４７にて両端が密
封された被覆管４５内に多数の燃料ペレット４８を装荷
したものである。ガスプレナム４９が、被覆管４５内の
上端部に設けられている。ウォーターロッド１９の直径
は燃料棒１１の外径より大きく、燃料集合体１０の横断
面の中央部に配置されている。FIGS. 3 and 4 show a fuel assembly according to this embodiment. The fuel assembly 10 includes a fuel rod 11, an upper tie plate 12, a lower tie plate 13a, a fuel spacer 16,
It comprises a channel box 17, a water rod 19 and a fuel support 20. The upper and lower ends of the fuel rod 11 are the upper tie plate 12 and the lower tie plate 1
It is held at 3a. The water rod 19 also has an upper tie plate 12 and a lower tie plate 13a at both ends.
Is held. The plurality of fuel spacers 16 are arranged in the axial direction of the fuel assembly 10, and appropriately maintain a gap between the fuel rod 11 and the water rod 19. The axial position of the fuel spacer 16 is held by a water rod 19. The channel box 17 is attached to the fuel support bracket 20 by screws 22, surrounds the outer circumference of the four bundles of the fuel rods 11 held by the fuel spacer 16, and constitutes a large fuel assembly surrounding the control rods (FIG. 4). reference). The lower tie plate 13a rests on the fuel support fitting 20, has a fuel rod support 14a at the upper end, and has a space 15 below the fuel rod support 14a. The fuel rod support 14 a supports the lower ends of the fuel rod 11 and the water rod 19. The fuel rod 11 has a large number of fuel pellets 48 loaded in a cladding tube 45 whose both ends are sealed by an upper end plug 46 and a lower end plug 47 as shown in FIG. A gas plenum 49 is provided at the upper end in the cladding tube 45. The diameter of the water rod 19 is larger than the outer diameter of the fuel rod 11 and is disposed at the center of the cross section of the fuel assembly 10.

【００２３】本発明の特徴であるウォーターロッド１９
の詳細構造を図６により説明する。ウォーターロッド１
９は、内管３５、外管３６、スペーサ３７からなる。内
管３５はスペーサ３７によって保持され、外管３６の上
端は端栓３８で封じられており、端栓３８は上部が上部
タイプレート１２内に挿入され保持されている。内管３
５は端栓３８の下方で連結口３４を有し、内管内の流路
４０（冷却材上昇流路）と環状部の流路４１（冷却材下
降流路）とを結ぶ。スペーサ３７は環状部の冷却材下降
流路４１を確保できるように開口部を有している。外管
３６の下端は燃料棒支持部１４ａより上方に位置する環
状端３９で封じられており、下部に冷却材吐出口４３を
有する。内管３５の下端は下部タイプレート１３ａの燃
料棒支持部１４ａを貫通して空間１５に開口する冷却材
入り口４２ａを有する。開口４２ａはラッパ状に開口が
拡管されている。The water rod 19 which is a feature of the present invention.
Will be described with reference to FIG. Water rod 1
9 comprises an inner tube 35, an outer tube 36 and a spacer 37. The inner tube 35 is held by a spacer 37, and the upper end of the outer tube 36 is sealed with an end plug 38. The upper end of the end plug 38 is inserted and held in the upper tie plate 12. Inner tube 3
5 has a connection port 34 below the end plug 38, and connects a flow path 40 (coolant rising flow path) in the inner tube and a flow path 41 (coolant falling flow path) of the annular portion. The spacer 37 has an opening so that the coolant descending flow path 41 of the annular portion can be secured. The lower end of the outer tube 36 is sealed by an annular end 39 located above the fuel rod support 14a, and has a coolant discharge port 43 at the lower part. The lower end of the inner pipe 35 has a coolant inlet 42a that penetrates through the fuel rod support 14a of the lower tie plate 13a and opens into the space 15. The opening 42a is expanded like a trumpet.

【００２４】燃料支持金具２０は制御棒案内管６１の上
にはめ込まれ、下部側面に冷却材入り口２１を制御棒案
内管の開口部２５と面する位置に有する。前記冷却材入
り口２１は４本の各燃料束に１個ずつ設けられている。
燃料支持金具２０には冷却水案内管２４が燃料支持金具
２０の底部と案内管支持板２３によって固定され、冷却
水案内管２４の上端は前記本発明のウォーターロッド１
９の下端の開口４２ａの中へ挿入される。案内管支持板
２３には冷却材を通す開口が設けられている。また燃料
支持金具の中央には十字形の開口部が設けられ、図４の
ように燃料集合体の中央に十字形の制御棒６が挿入され
る案内をなしている。The fuel support fitting 20 is fitted on the control rod guide tube 61, and has a coolant inlet 21 at a position facing the opening 25 of the control rod guide tube on the lower side surface. One coolant inlet 21 is provided for each of the four fuel bundles.
A cooling water guide tube 24 is fixed to the fuel support member 20 by a bottom portion of the fuel support member 20 and a guide tube support plate 23, and an upper end of the cooling water guide tube 24 is provided with the water rod 1 of the present invention.
9 is inserted into the opening 42a at the lower end. The guide tube support plate 23 is provided with an opening through which the coolant passes. Further, a cross-shaped opening is provided at the center of the fuel support bracket, and guides the insertion of the cross-shaped control rod 6 at the center of the fuel assembly as shown in FIG.

【００２５】本実施例による燃料集合体はＢＷＲの炉心
に装荷されて運転される。炉心の燃料集合体を冷却する
水は、給水スパージャー７５から注入される給水と、炉
心から出た蒸気、水の二相流を蒸気セパレータ６８およ
び蒸気乾燥器６９によって分離された高温水が混合して
ダウンカマー（圧力容器６２と炉心シュラウド６３の間
の環状部）を下降し、再循環ポンプ６４によって加圧さ
れ下部プレナム６６へ入る。下部プレナム６６に入った
水は制御棒案内管６１の上部の開口２５と燃料支持金具
２０の冷却材入り口２１を通り、下部タイプレート１３
ａの燃料棒支持部１４ａに設けられた貫通口（図３中で
は省略）を通って燃料棒１１の間の冷却水流路に導かれ
る。冷却水の一部は燃料支持金具に設けられたリーク孔
からバイパス流路へ流れる。The fuel assembly according to the present embodiment is operated by being loaded on the core of a BWR. Water for cooling the fuel assemblies in the core is formed by mixing water supplied from a water supply sparger 75 and high-temperature water separated by a steam separator 68 and a steam dryer 69 from a two-phase flow of steam and water from the core. Then, the downcomer (the annular portion between the pressure vessel 62 and the core shroud 63) is lowered and pressurized by the recirculation pump 64 to enter the lower plenum 66. The water that has entered the lower plenum 66 passes through the upper opening 25 of the control rod guide tube 61 and the coolant inlet 21 of the fuel support fitting 20 and passes through the lower tie plate 13.
A is guided to a coolant flow passage between the fuel rods 11 through a through hole (omitted in FIG. 3) provided in the fuel rod support portion 14a. Part of the cooling water flows from the leak holes provided in the fuel support fitting to the bypass flow path.

【００２６】制御棒駆動部６５は、下部プレナム６６の
炉水より低温の冷却水によって冷却され（またはパージ
水が注入され）、その冷却水は制御棒案内管６１内を通
って炉心７に導かれる。制御棒案内管の上端に位置する
燃料支持金具下方の空間に流入した冷却水の一部は、案
内管２４を通ってウォーターロッド１９の冷却材入り口
４２から冷却材上昇流路４０内に流入し、さらに下降流
路４１を介して吐出口４３から燃料棒支持部１４ａより
上方の位置の冷却水流路に吐出される。残りの燃料支持
金具２０の中央の十字形の開口からバイパス流路へ流れ
る。The control rod drive section 65 is cooled by cooling water (or purge water is injected) at a lower temperature than the reactor water in the lower plenum 66, and the cooling water passes through the control rod guide tube 61 to the core 7. I will A part of the coolant flowing into the space below the fuel support fitting located at the upper end of the control rod guide tube flows through the guide tube 24 from the coolant inlet 42 of the water rod 19 into the coolant ascending passage 40. The cooling water is further discharged from the discharge port 43 to the cooling water flow path at a position above the fuel rod support portion 14a via the descending flow path 41. The fuel flows from the center cross-shaped opening of the remaining fuel support member 20 to the bypass channel.

【００２７】冷却材吐出口４３から吐出される冷却水
は、冷却材入り口４２ａから流入する冷却水の流量の多
少および水温に応じて液相または蒸気相となる。The coolant discharged from the coolant outlet 43 becomes a liquid phase or a vapor phase depending on the flow rate of the coolant flowing from the coolant inlet 42a and the water temperature.

【００２８】図１３に示すように制御棒駆動部冷却水の
温度が高い、又は流量が少ない場合、ウォーターロッド
１９の内部は中性子およびガンマ線による加熱と熱伝導
によるボイドが発生し、吐出口４３および流路４０，４
１の圧損が増加し、入り口４２ａと出口４３の差圧とウ
ォーターロッド流路内の圧損および水頭とバランスする
まで内管４０の水位が下がる。その結果ウォーターロッ
ド内は蒸気が充満する。As shown in FIG. 13, when the temperature of the control rod drive unit cooling water is high or the flow rate is low, voids are generated inside the water rod 19 due to heating by neutrons and gamma rays and heat conduction, and the discharge port 43 and Channels 40 and 4
1, the water level of the inner pipe 40 decreases until the pressure difference between the inlet 42a and the outlet 43, the pressure loss in the water rod flow path, and the water head are balanced. As a result, steam is filled in the water rod.

【００２９】図１４に示すように制御棒駆動部冷却水の
温度が低い、又は流量が多い場合、ウォーターロッド１
９の内部は中性子およびガンマ線による加熱と熱伝導に
よるボイド発生が少なく非沸騰の冷却水が流れる。As shown in FIG. 14, when the temperature of the control rod drive unit cooling water is low or the flow rate is high, the water rod 1
Inside of 9, heating by neutrons and gamma rays and generation of voids due to heat conduction are small, and non-boiling cooling water flows.

【００３０】本実施例の燃料集合体１０をＢＷＲの炉心
に装荷した場合の作用を述べる。１００％定格出力を炉
心流量８０−１１５％の間で確保する例で説明する。運
転サイクルの大半の期間（約７０−８０％）炉心流量を
８０％に保ち、制御棒による反応度調整で燃料の燃焼に
よる反応度変化に対応する。この時、全制御棒を炉心の
燃料有効部から全引き抜きしても定格出力が維持できな
くなった時点から、炉心流量を増加させ、さらに制御棒
駆動部冷却水温度を低下させながらサイクル末で最大炉
心流量の１１５％にする。The operation when the fuel assembly 10 of this embodiment is loaded on the core of a BWR will be described. An example will be described in which a 100% rated output is secured between core flow rates of 80 to 115%. The core flow is maintained at 80% for most of the operation cycle (about 70-80%), and the reactivity adjustment by the control rods corresponds to the reactivity change due to fuel combustion. At this time, from the point where the rated output cannot be maintained even when all the control rods are completely pulled out of the active fuel section of the core, the core flow rate is increased, and the control rod drive section cooling water temperature is reduced while the maximum It is set to 115% of the core flow rate.

【００３１】制御棒駆動部冷却水は、制御棒駆動水ポン
プ８０の回転数またはフローコントロールバルブ８２，
８４の開度によって駆動部冷却水の温度及び流量が制御
できる。The control rod drive cooling water is supplied to the control rod drive water pump 80 at a rotational speed or a flow control valve 82,
The temperature and the flow rate of the drive unit cooling water can be controlled by the opening degree 84.

【００３２】本発明のウォーターロッドでは図２０に示
されるような炉心流量による出入口差圧−ボイド率特性
ではなく、再循環ポンプによる炉心の冷却水の流れから
隔離された制御棒駆動部冷却水を使用しているので、炉
心流量または燃料集合体冷却チャンネル流量とは独立に
制御でき、従来提案のウォーターロッドで生じていた出
力分布による集合体間のウォーターロッド内ボイドの有
無のばらつきが無くなる。その結果、本発明によれば、
炉心流量１００％以下のサイクル大半の期間（約８０％
以上）に亘って炉心流量、燃料集合体の出力レベルや軸
方向出力分布に影響されることなく、制御棒駆動部の冷
却水温度又は流量の制御によってウォーターロッド１９
の内部にボイドが生じており、中性子の減速効果を抑制
してプルトニウム２３９の生成を促進する。In the water rod according to the present invention, the control rod driving unit cooling water isolated from the flow of the cooling water in the core by the recirculation pump is used instead of the inlet / outlet differential pressure-void ratio characteristics due to the core flow rate as shown in FIG. Since it is used, it can be controlled independently of the core flow rate or the fuel assembly cooling channel flow rate, and there is no variation in the presence or absence of voids in the water rod between the assemblies due to the power distribution generated by the conventionally proposed water rod. As a result, according to the present invention,
Most of the cycle with core flow below 100% (about 80%
The water rod 19 is controlled by controlling the cooling water temperature or the flow rate of the control rod drive unit without being affected by the core flow rate, the power level of the fuel assembly, and the axial power distribution throughout the above.
, A void is generated inside, and the neutron moderating effect is suppressed to promote the production of plutonium 239.

【００３３】また、原子炉の起動時、停止時に炉心流量
によって原子炉出力を大幅に変更する時もウォーターロ
ッド内を高ボイド率に維持することによって、原子炉の
流量−出力曲線の傾きが大きくなって炉心出力の制御が
し易いという利点は従来提案の通り保持できる。Also, when the reactor power is greatly changed by the core flow rate when the reactor is started or stopped, the slope of the flow rate-power curve of the reactor is increased by maintaining a high void ratio in the water rod. Thus, the advantage that the core power can be easily controlled can be maintained as conventionally proposed.

【００３４】さらに、ウォーターロッド内のボイド率が
制御棒駆動部冷却水温度又は流量によって正確に制御で
きるので、炉心の３次元核熱水力シミュレーションコー
ドによる熱的制限、出力分布、燃焼度分布、反応度評価
の精度が向上し炉心の性能監視の精度が高まる。Furthermore, since the void fraction in the water rod can be accurately controlled by the temperature or flow rate of the control rod driving unit cooling water, thermal limitation, power distribution, burnup distribution, The accuracy of reactivity evaluation is improved, and the accuracy of core performance monitoring is improved.

【００３５】図４の第１の実施例に示すウォーターロッ
ドは、図６に示すように、冷却材上昇流路と冷却材下降
流路を有しているが、図７に示した例は冷却材上昇流路
のみの例である。この場合は上部の開口４３ａが十分絞
られた小口径の孔である。この場合出口孔の径を余り小
さくしないように開口４２ａのすぐ上にオリフィスのよ
うな流路抵抗体を設けてもよい（図示せず）。The water rod shown in the first embodiment of FIG. 4 has a coolant rising channel and a coolant descending channel as shown in FIG. 6, but the water rod shown in FIG. This is an example of only the material ascending flow path. In this case, the upper opening 43a is a small-diameter hole sufficiently narrowed. In this case, a flow path resistor such as an orifice may be provided immediately above the opening 42a so as not to make the diameter of the outlet hole too small (not shown).

【００３６】図８に示す燃料集合体１０ａは、図４に示
した外管が角管形状のウォーターロッド１９を１本有す
る例と異なり、前記ウォーターロッド１９は丸形のウォ
ーターロッドを有する燃料集合体１０ａの例である（図
は集合体の４分の１の部分を示してある）。The fuel assembly 10a shown in FIG. 8 is different from the example in which the outer tube shown in FIG. 4 has one rectangular water rod 19, and the water rod 19 is a fuel assembly having a round water rod. This is an example of the body 10a (the figure shows a quarter of the aggregate).

【００３７】図９はウォーターロッドの替わりにウォー
タークロス５０を有した例である（図は燃料集合体の４
分の１の部分を示している）。この例では、チャンネル
ボックス１７ａは燃料支持部２０と結合されている。４
個の小燃料束がそれぞれ上下タイプレートを有し、ウォ
ータークロス５０とチャンネルボックス１７ａで囲まれ
た空間に配され、燃料支持金具２０の上に下部タイプレ
ート１３ａが載る構造である。ウォータークロスを構成
する４枚のＬ形板材５１とチャンネルボックス壁とで囲
まれた部分の冷却材流路５３，５４が、前記のウォータ
ーロッドと同じ働きをする。FIG. 9 shows an example in which a water cloth 50 is provided in place of the water rod (the figure shows a fuel assembly 4).
The one part is shown). In this example, the channel box 17a is connected to the fuel support 20. 4
Each of the small fuel bundles has an upper and lower tie plate, is arranged in a space surrounded by the water cloth 50 and the channel box 17a, and has a structure in which the lower tie plate 13a is mounted on the fuel support 20. The coolant flow passages 53 and 54 in the portion surrounded by the four L-shaped plate members 51 and the channel box wall constituting the water cloth have the same function as the water rod.

【００３８】図１０に図９のＢ−Ｂ矢視図を示す。ウォ
ータークロス５０の上下端部は封じられており、スペー
サ５２が間隔を保持する。ウォータークロスの中心に内
管３５がはめ込まれ、内管３５はＬ形材５１によって保
持される。内管３５は上端カバー材５５の下方で連絡口
３４を有し、内管内の流路５３（冷却材上昇流路）と翼
状部の流路５４（冷却材下降流路）とを結ぶ。翼状部の
下端は燃料棒支持部１４ａより下方に位置する下端カバ
ー材５６で封じられており、燃料棒支持部１４ａより上
方に冷却材吐出口４３を有する。内管３５の下端は燃料
支持金具２０を貫通し、冷却材案内管２４を構成し、燃
料支持金具２０の底部と案内管支持板２３によって固定
されている。冷却材案内管２４の下端に開口４２ｂを有
する。FIG. 10 is a view taken in the direction of arrows BB in FIG. The upper and lower ends of the water cloth 50 are sealed, and the spacer 52 keeps the interval. The inner tube 35 is fitted into the center of the water cloth, and the inner tube 35 is held by the L-shaped member 51. The inner pipe 35 has a communication port 34 below the upper end cover member 55, and connects the flow path 53 (coolant rising flow path) in the inner pipe with the wing-shaped flow path 54 (coolant falling flow path). The lower end of the wing portion is sealed by a lower end cover member 56 located below the fuel rod support portion 14a, and has a coolant discharge port 43 above the fuel rod support portion 14a. The lower end of the inner pipe 35 penetrates through the fuel support fitting 20 to form a coolant guide pipe 24, which is fixed to the bottom of the fuel support fitting 20 and the guide pipe support plate 23. The coolant guide tube 24 has an opening 42b at the lower end.

【００３９】燃料支持金具２０は制御棒案内管の上には
め込まれ、下部側面に冷却材入り口２１を制御棒案内管
の開口部２５と面する位置に有する。前記冷却材入り口
２１は、ウォータークロスを囲む４小燃料束単位に各１
個ずつ設けられている。案内管支持板２３に冷却材を通
る開口が設けられている。また燃料支持金具２０の中央
には十字形の開口部が設けられ、図９のように燃料集合
体の中央に十字形の制御棒６が挿入される案内をしてい
る。The fuel support fitting 20 is fitted on the control rod guide tube, and has a coolant inlet 21 at a position facing the opening 25 of the control rod guide tube on the lower side surface. The coolant inlet 21 is provided for each of the four small fuel bundle units surrounding the water cloth.
Each is provided. An opening that passes through the coolant is provided in the guide tube support plate 23. Further, a cross-shaped opening is provided at the center of the fuel support bracket 20, and guides the insertion of the cross-shaped control rod 6 into the center of the fuel assembly as shown in FIG.

【００４０】冷却水は制御棒案内管の開口２５と燃料支
持金具２０の冷却材入り口２１を通って下部タイプレー
ト１３ａの燃料支持金具１４ａに設けられた貫通口（図
１０中では省略）を通って燃料棒１１の間の冷却水流路
に導かれる。冷却水の一部は燃料支持金具に設けられた
リーク孔からバイパス流路へ流れる。The cooling water passes through the opening 25 of the control rod guide tube and the coolant inlet 21 of the fuel support fitting 20 and the through-hole (not shown in FIG. 10) provided in the fuel support fitting 14a of the lower tie plate 13a. To the cooling water channel between the fuel rods 11. Part of the cooling water flows from the leak holes provided in the fuel support fitting to the bypass flow path.

【００４１】制御棒駆動部６５は下部プレナム６６の炉
水より低温の冷却水によって冷却され（またはパージ水
が注入され）、その冷却水は制御棒案内管６１内を通っ
て炉心７に導かれる。制御棒案内管の上端に位置する燃
料支持金具下方の空間に流入した冷却水の一部は、案内
管２４を通ってウォータークロス５０の冷却材上昇流路
５３内に流入し、さらに下降流路５４を介して吐出口４
３から燃料支持金具１４ａより上方の位置の冷却水流路
に吐出される。残りは燃料支持金具２０の中央の十字形
の開口からバイパス流路へ流れる。The control rod drive unit 65 is cooled (or purge water is injected) by cooling water lower than the reactor water in the lower plenum 66, and the cooling water is guided to the reactor core 7 through the control rod guide tube 61. . Part of the cooling water that has flowed into the space below the fuel support fitting located at the upper end of the control rod guide pipe flows into the coolant rising flow path 53 of the water cloth 50 through the guide pipe 24, and further flows down. Discharge port 4 through 54
3 is discharged to the cooling water flow path at a position above the fuel support fitting 14a. The remainder flows from the center cross-shaped opening of the fuel support fitting 20 to the bypass flow path.

【００４２】冷却材吐出口４３から吐出される冷却水
は、冷却材入り口４２ｂから流入する冷却水の流量の多
少および水温に応じて液相または蒸気相となる。これに
よりウォータークロスを有する燃料集合体においても第
１の実施例と同じように制御棒駆動部冷却水の温度また
は流量により、ボイド率の確実な制御ができる。The coolant discharged from the coolant outlet 43 becomes a liquid phase or a vapor phase depending on the flow rate of the coolant flowing from the coolant inlet 42b and the water temperature. As a result, even in the fuel assembly having a water cloth, the void ratio can be reliably controlled by controlling the temperature or the flow rate of the control rod drive unit cooling water as in the first embodiment.

【００４３】なお、内管３５を無くし吐出口４３ａを上
部に設けた図１２のような冷却材上昇流路５３のみの構
造にすることによって、ウォータークロスを有する燃料
集合体においても、第２の実施例と同じように制御棒駆
動部冷却水の流量または温度により、ボイド率の確実な
制御ができる。In the fuel assembly having a water cloth, the inner pipe 35 is eliminated and the outlet port 43a is provided at the upper portion and only the coolant rising channel 53 is provided as shown in FIG. As in the embodiment, the void ratio can be reliably controlled by the flow rate or the temperature of the control rod drive unit cooling water.

【００４４】また本発明の燃料集合体では制御棒を囲む
４個の燃料束を大型のチャンネルボックスで囲み、チャ
ンネルボックスと燃料支持金具をネジ固着しているが、
これはウォーターロッドの下端冷却材取り入れ口４２ａ
と冷却材案内管２４の噛み合わせがスムーズに適合する
のに適しているからである。In the fuel assembly of the present invention, four fuel bundles surrounding the control rods are surrounded by a large channel box, and the channel box and the fuel support are fixed by screws.
This is the lower coolant inlet 42a of the water rod.
This is because the meshing of the coolant guide tube 24 and the coolant guide tube 24 is suitable.

【００４５】[0045]

【発明の効果】本発明によれば、燃料集合体内部のウォ
ーターロッドまたはウォータークロス内のボイド率の大
きな変化幅が確実に制御でき、核燃料物質の有効利用が
図れる。さらに、その結果、ＢＷＲの炉心においてウォ
ーターロッドまたはウォータークロス内のボイド率の制
御をするスペクトルシフト運転炉心のより正確なシミュ
レーション評価ができる。According to the present invention, a large variation range of the void ratio in the water rod or water cloth inside the fuel assembly can be reliably controlled, and the nuclear fuel material can be effectively used. Further, as a result, a more accurate simulation evaluation of the spectrum shift operation core for controlling the void ratio in the water rod or the water cloth in the core of the BWR can be performed.

【図面の簡単な説明】[Brief description of the drawings]

【図１】本発明による原子炉の実施例を示す縦断面図。FIG. 1 is a longitudinal sectional view showing an embodiment of a nuclear reactor according to the present invention.

【図２】本発明による制御棒駆動部の冷却水系を示す
図。FIG. 2 is a diagram showing a cooling water system of a control rod driving unit according to the present invention.

【図３】本発明による燃料集合体の一実施例を示す縦断
面図。FIG. 3 is a longitudinal sectional view showing one embodiment of a fuel assembly according to the present invention.

【図４】図３のＡ−Ａ線断面図。FIG. 4 is a sectional view taken along line AA of FIG. 3;

【図５】図３に示された燃料棒の部分断面図。FIG. 5 is a partial sectional view of the fuel rod shown in FIG. 3;

【図６】図３に示されたウォーターロッドの詳細構造を
示す縦断面図。FIG. 6 is a longitudinal sectional view showing a detailed structure of the water rod shown in FIG. 3;

【図７】ウォーターロッドの第２の実施例を示す縦断面
図。FIG. 7 is a longitudinal sectional view showing a second embodiment of the water rod.

【図８】図３においてウォーターロッドの形状の異なっ
た例を示す部分横断面図。FIG. 8 is a partial cross-sectional view showing a different example of the shape of the water rod in FIG.

【図９】ウォータークロスを有する燃料集合体の場合の
部分横断面図。FIG. 9 is a partial cross-sectional view of a fuel assembly having a water cloth.

【図１０】図９に示した燃料集合体の縦断面図。FIG. 10 is a longitudinal sectional view of the fuel assembly shown in FIG. 9;

【図１１】ウォータークロスの一実施例を示す縦断面
図。FIG. 11 is a longitudinal sectional view showing one embodiment of a water cloth.

【図１２】ウォータークロスの一実施例を示す縦断面
図。FIG. 12 is a longitudinal sectional view showing one embodiment of a water cloth.

【図１３】ウォーターロッドの作用を説明する図。FIG. 13 is a diagram illustrating the operation of a water rod.

【図１４】ウォーターロッドの作用を説明する図。FIG. 14 is a diagram illustrating the operation of a water rod.

【図１５】スペクトルシフト運転を実施しない場合およ
びそれを実施した場合における燃焼度に対する中性子無
限増倍率の変化を示す特性図。FIG. 15 is a characteristic diagram showing a change in the neutron infinite multiplication factor with respect to the burnup when the spectrum shift operation is not performed and when the spectrum shift operation is performed.

【図１６】従来の燃料集合体を示す縦断面図。FIG. 16 is a longitudinal sectional view showing a conventional fuel assembly.

【図１７】ウォータークロスを有する従来の燃料集合体
を示す横断面図。FIG. 17 is a cross-sectional view showing a conventional fuel assembly having a water cloth.

【図１８】スペクトルシフト運転用のウォーターロッド
を有する従来の燃料集合体を示す縦断面図。FIG. 18 is a longitudinal sectional view showing a conventional fuel assembly having a water rod for a spectrum shift operation.

【図１９】図１８に示す燃料集合体のウォーターロッド
の縦断面図。FIG. 19 is a longitudinal sectional view of a water rod of the fuel assembly shown in FIG. 18;

【図２０】図１９に示したウォーターロッドのボイド率
と出入口差圧との関係を示す図。FIG. 20 is a diagram illustrating a relationship between a void ratio and an inlet / outlet differential pressure of the water rod illustrated in FIG. 19;

【符号の説明】[Explanation of symbols]

６ 制御棒 ７ 炉心 １０ 燃料集合体 １１ 燃料棒 １２ 上部タイプレート １３ 下部タイプレート １４ａ 燃料棒支持部 １７ チャンネルボックス １９ ウォーターロッド ２１ 冷却材取り入れ口 ２４ 冷却材案内管 ２５ 開口 ３５ 内管 ３６ 外管 ３８ 端栓 ４０ 冷却材上昇流路 ４１ 冷却材下降流路 ４２ 冷却材入り口 ４３ 吐出口 ４６ 上部端栓 ４７ 下部端栓 6 Control rod 7 Reactor core 10 Fuel assembly 11 Fuel rod 12 Upper tie plate 13 Lower tie plate 14a Fuel rod support 17 Channel box 19 Water rod 21 Coolant intake 24 Coolant guide tube 25 Opening 35 Inner tube 36 Outer tube 38 End plug 40 Coolant up flow channel 41 Coolant down flow channel 42 Coolant inlet 43 Discharge port 46 Upper end plug 47 Lower end plug

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (58)調査した分野(Int.Cl.⁷，ＤＢ名) G21C 3/30 G21C 3/32 G21C 7/26 ──────────────────────────────────────────────────続 き Continued on the front page (58) Field surveyed (Int.Cl. ⁷ , DB name) G21C 3/30 G21C 3/32 G21C 7/26

Claims (6)

(57)【特許請求の範囲】(57) [Claims] 【請求項１】上部タイプレートと、下部タイプレート
と、上端部が前記上部タイプレートに保持され下端部が
下部タイプレートに保持され内部に複数の燃料ペレット
を充填した複数の燃料棒と、前記燃料棒間に配置された
ウォーターロッドと、前記燃料棒およびウォーターロッ
ドの結束体を囲繞し冷却材流路を構成する角筒状のチャ
ンネルボックスとから成る燃料集合体において、前記ウ
ォーターロッドが、燃料棒支持部よりも下方の領域に開
口した冷却材入り口を有する冷却材上昇流路と、前記冷
却材上昇流路に連結されて前記燃料棒支持部よりも上方
の領域に開口した冷却材吐出口と、前記冷却材上昇流路
内における冷却材の流れ方向とは逆に下方に冷却材を導
く冷却材下降流路とを備え、上昇流路の下端開口は燃料
棒冷却のための冷却材の流れと隔離されていることを特
徴とする燃料集合体。An upper tie plate, a lower tie plate, a plurality of fuel rods having an upper end held by the upper tie plate and a lower end held by the lower tie plate and having a plurality of fuel pellets filled therein; In a fuel assembly comprising: a water rod disposed between fuel rods; and a rectangular tubular channel box surrounding a bundle of the fuel rod and the water rod and forming a coolant flow path, wherein the water rod comprises a fuel rod. A coolant ascending passage having a coolant inlet opening in a region below the rod support, and a coolant discharge port connected to the coolant ascending passage and opening in an area above the fuel rod support; And a coolant descending flow channel for guiding the coolant downward in a direction opposite to the flow direction of the coolant in the coolant ascending flow channel, and a lower end opening of the ascending flow channel is provided for cooling for fuel rod cooling. Fuel assembly, characterized in that the flow is isolated. 【請求項２】上部タイプレートと、下部タイプレート
と、上端部が前記上部タイプレートに保持され下端部が
下部タイプレートに保持され内部に複数の燃料ペレット
を充填した複数の燃料棒と、前記燃料棒間に配置された
ウォーターロッドと、前記燃料棒及びウォーターロッド
の結束体を囲繞し冷却材流路を構成する角筒状のチャン
ネルボックスとから成る燃料集合体において、前記ウォ
ーターロッドが、燃料棒支持部よりも下方の領域に開口
した冷却材入り口と上部タイプレートよりも下方の領域
に開口した冷却材吐出口を有する冷却材上昇流路を有
し、しかも上昇流路の下端開口は燃料棒冷却のための冷
却材流れと隔離されていることを特徴とする燃料集合
体。2. An upper tie plate, a lower tie plate, and a plurality of fuel rods having an upper end held by the upper tie plate and a lower end held by the lower tie plate and having a plurality of fuel pellets filled therein. In a fuel assembly comprising: a water rod disposed between fuel rods; and a rectangular tubular channel box surrounding a bundle of the fuel rod and the water rod and forming a coolant flow path, wherein the water rod comprises a fuel rod. A coolant ascending flow path having a coolant inlet opening in a region below the rod support portion and a coolant discharge opening in an area below the upper tie plate, and the lower end opening of the ascending flow passage is provided with a fuel. A fuel assembly isolated from a coolant flow for rod cooling. 【請求項３】上部タイプレートと、下部タイプレート
と、上端部が前記上部タイプレートに保持され下端部が
下部タイプレートに保持され内部に複数の燃料ペレット
を充填した複数の燃料棒と、前記燃料棒間に配置された
ウォータークロスと、前記燃料棒及びウォータークロス
の結束を囲繞し冷却材流路を構成する角筒状のチャンネ
ルボックスとから成る燃料集合体において、前記ウォー
タークロスが、燃料棒支持部よりも下方の領域に開口し
た冷却材入り口を有する冷却材上昇流路と、前記冷却材
上昇流路に連結されて前記燃料棒支持部よりも上方の領
域に開口した冷却材吐出口と、前記冷却材上昇流路内に
おける冷却材の流れ方向とは逆に下方に冷却材を導く冷
却材下降流路とを備え、上昇流路の下端開口は燃料棒冷
却のための冷却材流れと隔離されていることを特徴とす
る燃料集合体。3. An upper tie plate, a lower tie plate, and a plurality of fuel rods having an upper end held by the upper tie plate and a lower end held by the lower tie plate and having a plurality of fuel pellets filled therein. In a fuel assembly comprising a water cross disposed between fuel rods and a rectangular tubular channel box surrounding a bundle of the fuel rods and the water cross and forming a coolant flow path, the water cross is a fuel rod. A coolant ascending flow path having a coolant inlet opening in a region below the support portion, and a coolant discharge port connected to the coolant ascending flow passage and opening in a region above the fuel rod support portion; A coolant descending channel for guiding the coolant downward in a direction opposite to the flow direction of the coolant in the coolant ascending channel, and a lower end opening of the ascending channel has a coolant flow for cooling the fuel rods. Fuel assembly, characterized in that it is isolated from the. 【請求項４】上部タイプレートと、下部タイプレート
と、上端部が前記上部タイプレートに保持され下端部が
下部タイプレートに保持され内部に複数の燃料ペレット
を充填した複数の燃料棒と、前記燃料棒間に配置された
ウォータークロスと、前記燃料棒及びウォータークロス
の結束を囲繞し冷却材流路を構成する角筒状のチャンネ
ルボックスとから成る燃料集合体において、前記ウォー
タークロスが、燃料棒支持部よりも下方の領域に開口し
た冷却材入り口と上部タイプレートよりも下方の領域に
開口した冷却材吐出口を有する冷却材上昇流路を有し、
しかも上昇流路の下端開口は燃料棒冷却のための冷却材
流れと隔離されていることを特徴とする燃料集合体。4. An upper tie plate, a lower tie plate, and a plurality of fuel rods having an upper end held by the upper tie plate and a lower end held by the lower tie plate and having a plurality of fuel pellets filled therein. In a fuel assembly comprising a water cross disposed between fuel rods and a rectangular tubular channel box surrounding a bundle of the fuel rods and the water cross and forming a coolant flow path, the water cross is a fuel rod. A coolant inlet channel having a coolant inlet opening in a region below the support portion and a coolant discharge opening opening in a region below the upper tie plate,
In addition, the fuel assembly is characterized in that the lower end opening of the ascending flow path is isolated from the coolant flow for cooling the fuel rods. 【請求項５】請求の範囲第１項乃至第４項のいずれかに
記載された燃料集合体を用い、前記ウォーターロッドま
たはウォータークロス下端開口から取り入れられる非沸
騰水の流量または温度が燃料棒冷却のための炉水と独立
に制御できることを特徴とする原子炉。5. The fuel rod according to claim 1, wherein a flow rate or a temperature of the non-boiling water introduced from the lower end opening of the water rod or the water cross is controlled by the fuel rod cooling. Nuclear reactor characterized in that it can be controlled independently of reactor water. 【請求項６】請求項第５項記載の原子炉に於いて、前記
ウォーターロッドまたはウォータークロスの非沸騰水が
制御棒駆動部の冷却水またはパージ水であることを特徴
とした原子炉。6. The nuclear reactor according to claim 5, wherein the non-boiling water of the water rod or the water cloth is cooling water or purge water for a control rod driving unit.